Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики


Андрианова Е.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Лубина А.С., Степанов А.С.,  Фролов А.А. (НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия)

 

Введение

В настоящее время разрабатываются несколько проектов быстрых реакторов, включая, например, российские проекты БН-1200 и БРЕСТ и американский проект PRISM. Но в последнее время первоначальное назначение реакторов на быстрых нейтронах, связанное с расширенным воспроизводством топлива, ушло, и первоочередной стала конкурентоспособность с тепловыми реакторами. При таком подходе становится не ясной роль этих реакторов в системе ЯЭ. Необходим системный анализ, проведенный для различных реакторов на быстрых нейтронах, для разных параметров системы ЯЭ, который позволит сформулировать требования  и к установкам, и к самой системе ЯЭ. Также требуется обоснование достижимости реакторной установкой заявленных системных требований.

Предлагаемая работа посвящена исследованию основных аспектов технологии быстрого реактора – наработчика вторичного ядерного топлива, определяющих характеристики его топливного цикла, его место в структуре развивающейся системы ЯЭ, поведение твэлов этого реактора под облучением, нейтронно-физические и теплогидравлические процессы в активной зоне реактора в стационарных и переходных режимах.

Предыдущие исследования в этом направлении показали, что наиболее эффективные показатели наработки достигаются в случае использования в активной зоне металлического смешанного уран-плутониевого топлива (или его сплава с цирконием) при обеспечении высокой энергонапряженности активной зоны и соответственно высокой плотности потока нейтронов. При этом энерговыделение в топливе достигает высоких величин (до 2 ГВт/м3). Столь высокую удельную мощность можно отвести от твэлов, используя твэлы малого диаметра, достаточно широкие топливные решетки в топливных кассетах и натриевый теплоноситель.

Одним из способов смягчения проблемы высокой химической активности натрия может быть использование композитного натрий-таллиевого теплоносителя. Эвтектика натрий-таллий обладает гораздо меньшей химической активностью чем чистый натрий, не склонна к самовоспламенению на воздухе при высоких температурах, а при принудительном поджоге реакция сразу гасится образовавшимся инертным поверхностным слоем.

 

1. Требования к реакторам на быстрых нейтронах со стороны системы ядерной энергетики

Современная структура ЯЭ возникла в условиях доступности ресурсов природного урана и отсутствия долгосрочной стратегии развития ЯЭ. В настоящее время основным элементом системы ЯЭ являются реакторы на тепловых нейтронах, способные эффективно производить энергию только при использовании урана-235, количество которого ограничено и его энергетический потенциал принципиально меньше энергетического потенциала нефти и газа.

Введение в систему ЯЭ реакторов на быстрых нейтронах и развитие технологий замыкания ядерного топливного цикла может помочь перейти от сжигания ограниченного количества урана-235 к использованию плутония и урана-233 (при вовлечении тория) за счет их расширенного воспроизводства по крайней мере при умеренных темпах роста установленных мощностей в системе ЯЭ и ограничении по интегральному потреблению урана (от 6 до 20 млн. т по миру по разным оценкам). В работе [1], посвященной системным аспектам развития ЯЭ, показано, что в условиях ограничения по интегральному потреблению природного урана на уровне 20 млн. т. до 2100 г. к быстрым реакторам будут предъявляться довольно высокие требования: стартовая загрузка топливных нуклидов на уровне 3 – 4 т/ГВт(э); избыточная наработка топливных нуклидов порядка 300 кг/ГВт(э)/год. Такие характеристики может обеспечить быстрый реактор с энергонапряженной активной зоной с металлическим топливом и натриевым теплоносителем.

 

2. Опыт разработки реактора на быстрых нейтронах с металлическим топливом и натриевым теплоносителем, отвечающего системным требованиям

В работе рассмотрена концепция реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с металлическим U-Pu топливом в активной зоне и металлическим ураном и торием в бланкетах. Прошлый опыт проработки данной концепции [2–4] показывает, что упомянутые выше системные требования в принципе могут быть выполнены. При этом должны быть решены следующие задачи: обеспечение работоспособности твэла с металлическим топливом, технология обращения с натриевым теплоносителем, исследование эффектов реактивности и поведения активной зоны в переходных процессах.

2.1. Опыт использования металлического топлива

Отличительной чертой данной реакторной концепции является использование металлического топлива. Металлическое уран-плутониевое топливо впервые было использовано в первых реакторах на быстрых нейтронах в 1945–1960 гг. [5]. Первый опыт эксплуатации не был удачным и продемонстрировал высокую скорость объемного распухания и интерес разработчиков переключился на керамическое топливо. Однако впоследствии технология металлического топлива была отработана в США, России, Японии [6–9] и других странах и появились топливные композиции и конструкционные материалы, способные обеспечить надежную работу твэлов при высоких тепловых нагрузках (до 700 Вт/см) и глубоких выгораниях (15–19 % ат).

Одним из важнейших факторов, обуславливающих хорошую работоспособность твэлов с металлическим топливом является стартовая величина его эффективной плотности: чем ниже эффективная плотность, тем большего выгорания можно достичь, сохраняя работоспособность твэла. С другой стороны, для высокого воспроизводства необходима высокая доля топлива в активной зоне. Оптимум эффективной плотности лежит в пределах 70 – 85 % от ее теоретического значения.


Следует отметить, что даже небольшое уменьшение стартовой эффективной плотности топлива ( с 75 до 72 %) значительно увеличивает величину выгорания топлива ( до 19 % т.ат) при которой обеспечивается достаточно высокая работоспособность твэлов.

Другой проблемой, связанной с использованием металлического топлива, является химическое взаимодействие с оболочкой с образованием легкоплавких эвтектик. Однако данная проблема может быть решена за счет добавления в топливный сплав циркония или молибдена, или за счет создания барьерного слоя на внутренней поверхности оболочки твэла. Реакторные испытания демонстрируют отсутствие химического взаимодействия топлива и оболочки [10].

Все представленные в работе топливные циклы реактора Супер-БР рассчитывались для твэлов, имеющих топливо со стартовой эффективной плотностью 70 %. Таким образом, полученные характеристики наработки топлива подтверждаются работоспособностью твэлов до высоких выгораний.

Работа активной зоны с высокой энергонапряженностью требует использования теплоносителя с хорошими теплофизическими свойствами. Таким теплоносителем является натрий. Известен его основной недостаток, связанный с высокой химической активностью при контакте с воздухом и водой. Однако большой опыт эксплуатации отечественных реакторов типа БН подтверждает наличие проверенной технологии обращения с натрием [11]. Также развиваются подходы повышения самозащищенности реакторов с натриевым теплоносителем за счет перехода к натрий-таллиевой эвтектике с подавленной химической активностью [12].

2.2. Оценка влияния единичной мощности энергоблока на наработку топлива

Системное требование по сниженной стартовой загрузке и повышенной избыточной наработке приводит к необходимости разработки активной зоны с твэлами малого диаметра (6,1 мм) и высокой линейной тепловой нагрузкой (средняя по твэлу 400–450 Вт/см). В работах [2,3] было показано, что при такой компоновке активной зоны и электрической мощности реактора в 1000 МВт данные системные требования выполняются только при использовании металлического топлива с плутонием из ОЯТ реакторов РБМК. При использовании плутония из ОЯТ реакторов ВВЭР наблюдается некоторое снижение избыточной наработки плутония.

Основное количество топливных нуклидов нарабатывается в экранах быстрого реактора. Уменьшение размеров активной зоны, т.е. снижение единичной мощности энергоблока при неизменной энергонапряженности топлива, приведет к увеличению утечки нейтронов в экраны и, следовательно, к увеличению наработки. В таблицах 1 и 2 приведены соответственно стартовые загрузки плутония и баланс плутония для реакторов электрической мощностью 1000 и 300 МВт.

Таблица 1

Стартовая загрузка плутония для реакторов разной мощности, кг [4]

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

При переходе к реактору меньшей мощности увеличивается удельная стартовая загрузка плутония, как и избыточная наработка нечетных изотопов плутония, которая приближается к целевому ориентиру в 300 кг/ГВт(э)/год. Дальнейшее увеличение избыточной наработки возможно за счет увеличения толщины торцевых экранов и добавления третьего ряда ТВС бокового экрана.

2.3. Оценка влияния размера экранов на наработку топлива

На рисунке 1 приведены картограммы активной зоны исходного варианта реактора электрической мощностью 300 МВт с торцевыми экранами толщиной 25 см и компоновки с третьим рядом ТВС бокового экрана и увеличенными до 40 см торцевыми экранами.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

В таблице 3 представлена избыточная наработка плутония за кампанию реактора для компоновок активной зоны с разной толщиной экранов.

Таблица 3


Избыточная наработка плутония за кампанию реактора при различной толщине воспроизводящих экранов, кг/год

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

При увеличении толщины экранов избыточная наработка топливных нуклидов возрастает до 182 кг/год для реактора мощностью 300 МВт(э). При нормировке на 1 ГВт(э) эта величина практически в два раза превысит целевой ориентир в 300 кг/ГВт(э)/год.

Расчет баланса нейтронов для компоновок активной зоны мощностью  300 и 1000 МВт(э) показывает, что для малой активной зоны на 1000 делений в активной зоне приходится 488 захватов нейтронов на уране-238 в экранах, а для реактора большой мощности эта величина равна уже 399. Поэтому для реактора большой мощности эффект увеличения размеров экранов окажется слабее.

Приведенные выше балансы плутония получены для компоновок активной зоны с уран-плутониевым металлическим топливом. Расчеты показывают, что добавление 6% циркония в топливо приводит к снижению доли сырьевого материала в активной зоне и снижению избыточной наработки топливных нуклидов на 60 кг/год.

2.4. Возможность использования тория в экранах

Также рассматривалась возможность работы данного реактора в режиме конвертора при размещении в экранах тория-232. В таблице 4 приводится избыточная наработка нуклидов для реактора мощностью 300 МВт(э) с ураном и торием в экранах. Толщина торцевых экранов 25 см, боковой экран состоит из двух рядов ТВС.

Как видно из таблицы 4 при размещении тория в экранах снижается избыточная наработка топливных ядер ввиду более низкой плотности тория. Кроме того, в активной зоне реактора с ториевыми экранами прогорают топливные изотопы плутония, которые необходимо будет компенсировать. Это можно делать либо за счет плутония, накопленного в ОЯТ тепловых реакторов с уран-плутониевым топливным циклом, либо в экранах быстрого реактора придется размещать часть ТВС с ураном, что приведет к дальнейшему снижению наработки урана-233. Следует отметить, что реактор на быстрых нейтронах с ториевыми экранами может работать в системе ЯЭ совместно с тепловыми реакторами, в которых реализован торий-урановый топливный цикл. В таком случае подпитка тепловых реакторов будет снижена и, соответственно, можно будет смягчить требования по избыточной наработке в быстром реакторе.

Таблица 4

Избыточная наработка плутония и урана за кампанию реактора, кг/год

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

2.5. Сценарный анализ

Две компоновки данного реактора электрической мощностью 1000 МВт с урановыми и ториевыми экранами были рассмотрены в рамках сценарного анализа развития двухкомпонентной системы ЯЭ, состоящей из реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. При моделировании сценариев развития системы ЯЭ были использованы следующие предположения. Ресурс природного урана составляет 670 тыс. тонн. Для запуска быстрых реакторов используется плутоний из ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, работающих в открытом ЯТЦ пока не будут использованы все ресурсы природного урана. Взамен традиционным ВВЭР вводятся реакторы типа ВВЭР, способные работать на МОХ-топливе или реакторы типа ВВЭР с торийурановым топливным циклом (для сценариев с быстрым реактором с ториевыми экранами). К концу века структура системы должна быть способной поддерживать достигнутый уровень мощности, потребляя только отвальный уран. Для сравнения на рисунке 2 приведен сценарий с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт, стартовой загрузкой плутония на уровне 6,5–7 т/ГВт(э) и избыточной наработкой плутония 190 кг/год (БР-1200).

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

Рис. 2. Сценарий развития двухкомпонентной системы ЯЭ с быстрыми реакторами БР-1200  и тепловыми реакторами типа ВВЭР с МОХ-топливом


 

На рисунке 3 приведены сценарии с перспективным быстрым реактором с натриевым теплоносителем и металлическим U-Pu топливом – Супер-БР.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

Рис. 3. Сценарий развития двухкомпонентной системы ЯЭ с быстрыми реакторами Супер-БР и тепловыми реакторами типа ВВЭР с МОХ-топливом

 

Как видно из рисунка 2 в системе ЯЭ с реакторами типа БР-1200 мощность последних достигает к 2100 году уровня около 50 ГВт(э) и такое количество реакторов способно подпитывать плутонием еще около 17 ГВт(э) тепловых реакторов. Таким образом, суммарная мощность системы достигает уровня 67 ГВт(э).

В системе с реакторами Супер-БР (рисунок 3) за счет сниженной стартовой загрузки плутония установленная мощность быстрых реакторов к 2100 году достигает уровня более 100 ГВт(э). При этом они способны подпитывать еще около 60 ГВт(э) мощностей тепловых реакторов с МОХ-топливом. Известно, что в тепловом реакторе с торий-урановым ЯТЦ можно получить КВ близкий к единице, но даже в случае прямой замены топлива в тепловом реакторе (с уран-плутониевого на торий-урановое) можно достичь такого соотношения мощностей в системе ЯЭ, когда на 1 быстрый реактор приходится 1 тепловой. В таком случае при сделанных выше предположениях установленная мощность системы может достичь уровня более 200 ГВт(э) и остаться способной его поддерживать, потребляя только обедненный уран и торий.

 

3. Применение ТВС с разреженной решеткой твэлов для повышения теплотехнической надежности активной зоны

Для повышения уровня теплотехнической надежности активной зоны была рассмотрена конструкция ТВС с разреженной решеткой твэлов.

3.1. Особенности теплогидравлики ТВС

Отличительными особенностями конструкции ТВС является сочетание применение твэлов малого диаметра (6,1 мм) достаточно широкой топливной решетки (относительный шаг s/d = 1,39) и высокая объемная энергонапряженность в металлическом топливе твэлов (до 2,5 ГВт/м3). Конструкция ТВС представлена на рис. 4-а.

Теплогидравлика ТВС изучается с помощью CFD-кода ANSYS CFX [13] и кода поячейковой теплогидравлики COBRA-IV-I [14].

CFD-расчеты используются, главным образом, для анализа влияния конструкции дистанционирующей решетки на возмущение полей температур и давлений теплоносителя в районе дистанционирующих решеток, а также на их гидравлическое сопротивление. Расчетная модель для CFD-расчетов представляла собой сектор ТВС в 30° и высотой 1,02 м (см. рисунок 4-б).

Многовариантные расчеты проводятся по поячейковому коду COBRA-IV-I, позволяющему быстро оценивать влияние изменений каких-либо конструктивных особенностей на температуры теплоносителя и твэлов в ТВС.

Свойства натрия для расчетов брались из справочника [15].

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

Распределение энерговыделения по высоте и твэлам ТВС было взято из нейтронно-физических расчетов и соответствует стартовому моменту равновесной топливной кампании. Температура на входе составляла 350 °С. Средняя скорость на входе в ТВС составляла 3,7 м/с.

На рисунке 5 показано полученное в результате CFD-расчета распределение температуры наружных поверхностей твэлов по высоте.

Средняя температура теплоносителя на выходе из ТВС составила 577 °С, максимальная достигала 585 °С. Максимальная температура поверхности оболочки составила 586 °С. Максимальные неравномерности температур оболочек твэлов реализовались на угловых твэлах и достигли 45 К.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

Рис. 5. Распределение температуры внешних оболочек твэлов по высоте сектора ТВС

 

С помощью поячейкового кода COBRA-IV-I производились многовариантные расчеты теплогидравлики ТВС. Так, например, изучалось влияние гидравлического сопротивления лабиринтных уплотнений между нижним хвостовиком ТВС и опорной плитой на расходы в межкассетном зазоре и неравномерности температур чехлов и периферии ТВС. На рисунке 3 представлены полученные температурные разверки поверхности чехла ТВС в зависимости от сопротивлений лабиринтных уплотнений. На рисунке 4 представлены неравномерности температур наружных поверхностей оболочек углового и периферийного твэлов также в зависимости от сопротивлений лабиринтных уплотнений хвостовика ТВС.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

При увеличении коэффициента сопротивления на входе в межкассетный зазор происходит увеличение температур чехла. Максимальный перепад температур на поверхности чехла составил 28 °С при наименьшем коэффициенте сопротивления в лабиринтном уплотнении хвостовика ТВС, равном 10. Из графиков рис. 3 видно, что происходит качественное изменение распределения температур с ростом сопротивления.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

Изменение сопротивления слабо влияет на качественное распределение температур углового твэла. Происходит рост перепада температур на поверхности оболочки. Максимальное значение перепада достигло 68 °С при сопротивлении лабиринтного уплотнения хвостовика ТВС, равном 10000. Минимальный перепад составил 45 °С, при сопротивлении, равном 10. Однако, на переферийных твэлах, стоящих напротив чехла, происходит выравнивание температур поверхности оболочки при увеличении сопротивления в лабиринтном уплотнении хвостовика. При входном сопротивлении, равном 10, перепад температур для периферийного твэла составил 18,2 °С, когда при сопротивлении, равном 10000, перепад температур составил уже 5,8 °С.

Был проведен расчет температур углового твэла при изменении конфигурации проходного сечения в углу ТВС для уменьшения неравномерности температур на оболочке углового твэла. Расчеты проводились при значении сопротивления лабиринтного уплотнения хвостовика ТВС, равном 10000. На рисунке 5 приведены результаты расчетов в виде зависимости неравномерностей температуры поверхности углового твэла от увеличения проходного сечения в углу ТВС за счет проточки канавки в чехле глубиной до 0,4 мм напротив углового твэла.

Исходное проходное сечение угловой ячейки составляло 0,0474 м2. Наиболее ровная температура на поверхности углового твэла достигалась при проходном сечении, равном 0,0712 м2, что соответствовало глубине проточки в углу ТВС 0,4 мм. Неравномерность температур уменьшилась с 68 до 5 °С.

Полученные в результате расчета термо- гидродинамики натриевого теплоносителя в ТВС с уменьшенным диаметром твэлов (6,1 мм) и более широкой твэльной решеткой (s/d = 1,39) показали достаточно приемлемый уровень температур и температурных неравномерностей оболочек твэлов и чехла ТВС, что свидетельствует о высоком уровне теплотехнической надежности данной конструкции. Так же были получены данные для оптимизации конструкции ТВС, которая позволит увеличить запасы до температурного ограничения в 650 °С для ферритно-мартенситных сталей, предлагаемых к использованию в качестве оболочек твэлов.

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

Рис. 8. Зависимость неравномерностей температуры поверхности углового твэла  от площади проходного сечения угловой ячейки ТВС

 

3.2. Оценка параметров воспроизводства

На основе ТВС предложенной выше конструкции была задана активная зона реактора Супер-БР мощностью 1000 МВт(э) с U-Pu-6%Zr-топливом и урановыми экранами, проведены нейтронно-физические расчеты и расчет выгорания топлива. На основе этих данных была оценена избыточная наработка топливных изотопов плутония для двух вариантов толщины торцевого экрана: 25 и 42,5 см. Боковой экран в обоих случаях состоял из двух рядов ТВС. Содержание плутония в топливе подпитки было подобрано таким образом, чтобы обеспечить длительность кампании реактора 330 эффективных суток (см. рис. 9).

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

В таблице 5 приведены величины избыточной наработки топливных изотопов для двух рассмотренных компоновок.

Таблица 5

Избыточная наработка плутония за кампанию реактора при различной толщине воспроизводящих экранов, кг/год

Разработка ключевых технологических решений в концепции быстрого реактора для эффективного расширения ресурсной базы в системе развивающейся ядерной энергетики

 

Как видно из таблицы 5 увеличение толщины торцевого экрана до 42,5 см приводит к приросту избыточной наработки топливных изотопов плутония на 53 кг. Для достижения целевого ориентира по наработке в 300 кг/ГВт(э)/год можно рассмотреть возможность добавления третьего рядя ТВС в боковой экран и переход на U-Pu топливо в оболочке с барьерным слоем.

 

Заключение

В заключение следует отметить, что введение в систему ЯЭ реактора на быстрых нейтронах – эффективного бридера – позволит существенно увеличить установленную мощность системы в условиях ограниченных ресурсов природного урана. Высокие характеристики наработки вторичного топлива обеспечиваются использованием металлического топлива, работоспособность которого была подтверждена опытом эксплуатации. Новая конструкция ТВС с разреженной решеткой твэлов имеет все возможности по достижению желаемого уровня воспроизводства вторичного топлива. В дальнейшем планируется анализ эффектов реактивности и переходных процессов, а также исследование возможностей повышения уровня самозащищенности реактора за счет использования натрий-таллиевой эвтектики в качестве теплоносителя.

 

Список литературы

  1. Nuclear Energy Development in the 21st Century: Global Scenarios and Regional Trends. – Vienna: IAEA, 2010. – (IAEA Nuclear Energy Series № NP-T-1.8)
  2. Бландинский В.Ю., Дудников А.А. Быстрые реакторы с разным видом топлива в системе ядерной энергетики // Атомная энергия 2012. Т. 112. Вып.
  3. С. 175–177. 3. Бландинский В.Ю. Влияние состава загружаемого плутония на изменение реактивности и изотопный состав нарабатываемого топлива в реакторе на быстрых нейтронах // ВАНТ. Серия «Физика ядерных реакторов» 2012. Вып. 4. С. 62–68.
  4. V. Blandinskiy Efficient Introduction of Natural Uranium and Thorium into Nuclear Energy System // KERNTECHNIK 2016. Vol. 81. Issue 4. P. 432–436.
  5. J.H. Kittel, B.R.T. Frost, J.P. Mustelier, et al. History of fast reactor fuel development // Journal of Nuclear Materials 1993. Vol. 204. P. 1–13.
  6. Charles E. Stevenson The EBR-II Fuel Cycle Story // American Nuclear Society (1987).
  7. T.Ogata, M.Kurata, K.Nakamura et al. Reactions between U–Zr alloys and Fe at 923 K // Journal of Nuclear Materials 1997. Vol. 250, Issue 2–3. P. 171–175.
  8. K.Nakamura, M.Kurata, T.Ogata et al. Equilibrium phase relations in the U–Zr–Fe ternary system // Journal of Nuclear Materials 1999. Vol. 275, Issue 2. P. 151–157.
  9. I.Golovchenko Experience and applicability of high density metal uranium in advanced BN-reactors // Report # CN245-396 at International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development FR17, 26–29 June 2017 Yekaterinburg, Russian Federation.
  10. B.O.Lee, J.S.Cheon, J.H.Kim et al. Irradiation of SFR metal fuel in HANARO and the results of post irradiation examination // Report # T1-CN-199/306 at International Conference on Fast Reactors And Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios FR13 4–7 March 2013 Paris, France.
  11. В.М. Поплавский, А.Д. Ефанов, Ф.А. Козлов и др. Натрий – теплоноситель для быстрых реакторов // Атомная энергия 2010. Т 108. Вып. 4. С. 222–230.
  12. Котов Я.А., Алексеев П.Н. Основные положения концепции модульного быстрого натриевого реактора с металлическим топливом // Атомная энергия 2019. Т. 126. Вып. 4. С. 188–193.
  13. Ansys CFX. URL: https://www.ansys.com/products/fluids/ansys-cfx (Дата обращения  25.06.2019)
  14. C.L.Wheeler, C.W.Stewart, R.J.Cena, D.S.Rowe, A.M.Sutey COBRA-IV-I: An Interim Version of COBRA for Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Elements and Cores. Washington, Pacific Northwest Laboratories, 1976, 283 p.
  15. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). Москва, Энергоатомиздат, 1990, 360 с.

Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
Все об энергетике, электротехнике и электронике
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!: